AUTORITÉ
DE SÜRETÉ
NUCLÉAIRE
DIVISION DE LYON
N/Réf. :
CODEP-LYO-2012-024642 Lyon, le 04/05/2012 Monsieur le Directeur du centre nucléaire de production d'électricité du Tricastin Electricité de France CNPE du Tricastin BP 40009 Saint-Paul-Trois-Châteaux 26 131 PIERRELATTE CEDEX
Objet :
Contrôle des installations nucléaires de base CNPE du Tricastin (INB n°87 et 88)
Inspection n° INSSN-LYO-2012-0717 du 19 avril 2012
« Récolement des actions correctives prises à la suite de l'inspection ciblée sur le premier retour d'expérience de l'accident nucléaire de Fukushima menée les 3, 4 et 5 octobre 2011 »
Code de l'environnement, notamment les articles L.596-1 et suivants Référence :
Monsieur le Directeur, Dans le cadre des attributions de l'Autorité de sûreté nucléaire (ASN) concernant le contrôle des installations nucléaires de base prévu au code de l'environnement, aux articles L.596-1 et suivants, une inspection renforcée a eu lieu le 19 avril 2012 sur le centre nucléaire de production d'électricité (CNPE) du Tricastin sur le thème « récolement des actions correctives prises à la suite de l'inspection ciblée sur le premier retour d'expérience de l'accident nucléaire de Fukushima menée les 3, 4 et 5 octobre 2011 ».

J'ai l'honneur de vous communiquer ci-dessous la synthèse de l'inspection ainsi que les principales demandes et observations qui résultent des constatations faites, à cette occasion, par les inspecteurs.

## Synthèse De L'Inspection

L'inspection du centre nucléaire de production d'électricité (CNPE) du Tricastin du 19 avril 2012 a porté sur le thème « récolement des actions correctives prises à la suite de l'inspection ciblée sur le premier retour d'expérience de l'accident nucléaire de Fukushima menée les 3, 4 et 5 octobre 2011 ». Les inspecteurs ont examiné la conformité et la bonne mise en œuvre de l'ensemble des actions engagées par le CNPE du Tricastin concernant les risques de séisme et d'inondation, les alimentations électriques, le refroidissement et la source froide, la gestion opérationnelle des situations accidentelles et le plan d'urgence interne. Ils ont également fait procéder à un exercice de mise en œuvre des consignes du CNPE en cas d'alerte sur l'intégrité du barrage du Vouglans.

Il ressort de cette inspection que le CNPE du Tricastin a mis en œuvre de manière globalement satisfaisante tant en terme de qualité que de délais les actions qu'il s'était engagé à réaliser à la suite de l'inspection des 3, 4 et 5 octobre 2011. Toutefois, le site devra veiller à rester vigilant sur la question de la gestion de la protection volumétrique qui participe à la protection des locaux abritant les matériels importants pour la sûreté des réacteurs vis-à-vis du risque d'inondation. Il devra également veiller à disposer de moyens suffisants pour pouvoir traiter les demandes d'intervention liées à la station de pompage.

## A. Demande D'Actions Correctives

Risque de séisme :
Sans objet.

## Risque D'Inondation :

A la suite de l'inspection des 3, 4 et 5 octobre 2011 relative au premier retour d'expérience de l'accident nucléaire de Fukushima Daiichi, l'ASN vous a demandé de mettre en œuvre une organisation qui respecte scrupuleusement les dispositions de la note de gestion de la protection volumétrique référencée D4550.31-06/1840 indice 0 de l'unité d'ingénierie d'exploitation, et notamment pour ce qui concerne l'utilisation de la base informatique Sygma.

En réponse à cette demande, vous avez indiqué par courrier D5120SSQ1100927 du 16 décembre 2011 que l'organisation actuelle de votre établissement répondait à toutes les prescriptions de la note référencée D4550.31-06/1840 indice 0. Vous avez en particulier précisé que l'unité d'ingénierie d'exploitation vous avait confirmé que l'utilisation de la base informatique Sygma n'était pas formellement prescrite.

Le 19 avril 2012, les inspecteurs ont examiné de manière plus générale la gestion sur le CNPE du Tricastin de la protection volumétrique. Il ressort de cet examen les éléments suivants :

le chargé de consignation de chaque paire de réacteurs du site gère la protection volumétrique au sein des équipes de conduite via un fichier informatique partagé par les entités du site. Ce fichier sert à la fois à suivre les ouvertures et fermetures de la protection incendie et celles de la protection volumétrique. Cependant, l'activité incendie représente l'essentiel de l'activité reportée sur ce tableau et le chargé de consignation des réacteurs n°3 et 4 interrogé par les inspecteurs ne connaissait pas le concept de protection volumétrique et ne le suivait donc pas de manière satisfaisante ;
il n'est pas mis en place de vérification quotidienne de l'état des éléments de la protection volumétrique. Les inspecteurs ont en revanche relevé qu'une vérification informelle est réalisée sur la question de la sectorisation incendie une à deux fois par semaine par le chargé de la thématique incendie du service conduite et qu'une vérification hebdomadaire est formalisée chaque vendredi soir. Ces vérifications portent essentiellement sur la question de la sectorisation incendie et sont réalisées en comparant :
0 le contenu du fichier informatique servant à gérer la sectorisation incendie ainsi que la protection volumétrique ;
avec
- les fiches de gestion des anomalies de sectorisation et protection volumétrique présentes dans le rack des fiches d'action incendie du local inter-tranches des salles de commande.

Vous avez indiqué que cette organisation était justifiée par le fait que les trémies de la protection volumétrique correspondent toutes à des trémies de la sectorisation incendie. Or, pour chaque réacteur il existe une dizaine de trémies de la protection volumétrique qui sont spécifiques et qui ne jouent aucun rôle en matière de sectorisation incendie. Dans ces conditions, l'organisation mise en place au sein de votre établissement ne permet pas de s'assurer que les anomalies de ces trémies seront tracées au travers d'une revue qui porte essentiellement sur la question de l'incendie.

Demande A1 : Je vous demande de faire procéder à une action de vérification de la déclinaison sur votre établissement des exigences de la note référencée D4550.31-06/1840 indice 0. L'ASN
ayant demandé une action similaire au CNPE de Cruas-Meysse à l'occasion de son inspection menée les 19, 20 et 21 octobre 2011 et les résultats de cette action de vérification ayant été particulièrement pertinents, je vous demande de faire réaliser cette action de vérification par l'auditeur l'ayant réalisée sur le site de Cruas-Meysse. Vous me rendrez compte des résultats de cette action de vérification et du plan d'action qui en découlera. Demande A2 : Je vous demande de veiller à ce que la question de la protection volumétrique soit mieux comprise des différents agents qui sont en charge de la gérer. Vous veillerez en particulier à ce que les spécificités de cette question par rapport au risque incendie soient davantage mises en valeur dans votre organisation.

Vous me rendrez compte de vos actions en ce sens.

A la suite de l'inspection des 3, 4 et 5 octobre 2011 relative au premier retour d'expérience de l'accident nucléaire de Fukushima Daiichi, l'ASN vous a demandé de formaliser le retour d'expérience d'un exercice de montage de batardeaux auquel elle avait fait procéder. En réponse à cette demande, vous avez indiqué par courrier référencé D5120SSQ1100927 du 16 décembre 2011 que selon votre analyse les matériels, les équipes et les documents mis en œuvre au cours de l'exercice répondaient globalement aux exigences fixées en matière de protection contre le risque d'inondation. Le 19 avril 2012, il a été établi qu'en réalité :
la note de mise en place des batardeaux référencée D5120/GNU/NT/041195 serait revue d'ici le mois de juin 2012 ; les batardeaux montés jusqu'ici à demeure (route P9, voie ferrée 1P10 et 2P11) sont finalement démontés et rangés dans des racks à proximité de leur lieu de montage. Vos équipes ont en effet analysé que ces batardeaux sont en réalité démontés de manière régulière et remontés dans des conditions insatisfaisantes qui conduisent à endommager les joints d'étanchéité.

Demande A3 : Je vous demande de remettre à jour la réponse formulée dans votre courrier référencé D5120SSQ1100927 du 16 décembre 2011 en réponse à la demande d'action corrective n° 12 émise par l'ASN à la suite de l'inspection des 3, 4 et 5 octobre 2011.

Le 19 avril 2012, les inspecteurs ont fait procéder à un exercice simulant une menace d'effacement du barrage de Vouglans. Pour cela, ils ont simulé la transmission d'un fax par la préfecture de la Drôme au service de la protection de site.

Les inspecteurs ont relevé que les agents de la protection de site disposent de fiches « réflexe » événementielles leur permettant de réagir de manière appropriée à un événement clairement identifié.

Or, ce jeu de fiches réflexes ne comporte :
ni de fiche « réflexe » dédiée à l'aléa d'effacement de barrage ;
ni de fiche « réflexe » généraliste permettant aux agents de la protection de site de traiter une information ne rentrant dans aucun des critères du jeu de fiches à leur disposition.

Les agents n'avaient par conséquent pas à leur disposition les éléments nécessaires pour traiter l'alerte de manière adéquate. Par défaut, les agents de la protection de site ont utilisé la fiche « réflexe » utilisée pour les alertes météorologiques relatives aux pluies de forte intensité. En pratique, cette fiche leur a permis d'adopter une conduite adaptée puisqu'elle leur demandait de relayer l'alerte reçue auprès des deux chefs d'exploitation et de l'agent exerçant la fonction PCD1 de l'astreinte direction. Demande A4 : Je vous demande de compléter le jeu de fiches « réflexe » à la disposition des agents de la protection de site à la lumière de l'exercice conduit le 19 avril 2012.

## Alimentations Électriques :

A la suite de l'inspection des 3, 4 et 5 octobre 2011 relative au premier retour d'expérience de l'accident nucléaire de Fukushima Daiichi, l'ASN vous a indiqué qu'il manquait une des prescriptions particulières requise par les spécifications techniques d'exploitation dans les dossiers d'intervention liés à la gestion de l'indisponibilité d'une des deux voies électriques en cas de maintenance.

En réponse à cette demande, vous avez modifié vos dossiers d'intervention référencés « D5120/CDT/NT/051512 » pour la coupure de la voie A et « D5120/CDT/NT/051512 » pour la coupure de la voie B en ajoutant la prescription particulière manquante spécifiant que le délai de remise sous tension des tableaux doit être inférieur à 12h. Vous avez également indiqué ce délai de remise sous tension sur le régime de consignation de type « mère » associé.

Le délai de remise sous tension des tableaux doit effectivement être inférieur à 12h lorsque le réacteur est complètement déchargé. Cependant, lorsque le réacteur est en état d'arrêt pour rechargement, la coupure d'une voie électrique est également autorisée par les spécifications techniques d'exploitation mais le délai de remise sous tension des tableaux doit alors être inférieur à 8h. Un des pré-requis indiqué dans vos dossiers d'intervention est que le réacteur doit être complètement déchargé pour effectuer la coupure d'une voie, le délai indiqué de 12h est donc cohérent avec l'état considéré du réacteur.

Cependant, le régime de consignation de type « mère » n'indique pas dans quel état doit se trouver le réacteur pour avoir le délai de remise sous tension de 12h, ce qui peut entraîner une erreur si l'opération de coupure de voie est effectuée lorsque le réacteur est en état d'arrêt pour rechargement.

Demande A5: Je vous demande de spécifier l'état du réacteur correspondant au délai de remise sous tension des tableaux dans le régime de consignation de type « mère » associé. La note décrivant le processus de réalisation des essais périodiques du service conduite référencée
« D5120/CDT/NTS/090017 » à l'indice b indique qu'un non-respect de critère de groupe A lors d'un essai périodique provoque l'indisponibilité du système en test. Cette note indique également en page 13 que si cette indisponibilité ne provoque pas d'événement dans les spécifications techniques d'exploitation, le système nécessite une réparation et une requalification sous un mois. Or, la section 1 du chapitre IX des règles générales d'exploitation indique en page 17 que, dans ce cas, le système doit être réparé et rendu disponible dans les plus brefs délais.

En outre, la note de doctrine sur les essais périodiques du chapitre IX des règles générales d'exploitation référencée « D4550.34-08/1973 » indique quant à elle que la correction de ce type d'écart doit intervenir au plus tôt et dans un délai maximal de 1 mois.

La note de processus référencée « D5120/CDT/NTS/090017 » à l'indice b n'a donc pas repris la spécification de correction de l'écart « dans les plus brefs délais ». Demande A6 : Je vous demande de mettre vos notes internes en cohérence avec la section 1 du chapitre IX des règles générales d'exploitation.

Les inspecteurs ont examiné les analyses du fioul contenu dans les bâches des groupes électrogènes de secours. La teneur en soufre mesurée y est indiquée en « partie par million » (ppm). Dans ce même document, il est indiqué que le critère à respecter est une teneur en soufre inférieure à 0,2 ppm. Or, la fiche d'amendement n°2 au programme de base de maintenance préventive indique que le critère à respecter est une teneur en soufre maximale de 0,2 % et non de 0,2 ppm. En conséquence, la trame de résultats des analyses du fioul utilisée par votre prestataire n'utilise pas la bonne unité pour faire référence à la spécification à respecter en matière de teneur en soufre.

Demande A7 : Je vous demande de faire corriger par votre prestataire la trame utilisée pour vous fournir les résultats des analyses réalisées sur le fioul des groupes électrogènes de scours.

La fiche de suivi d'action de type « mère » concernant le suivi de l'intégration de la fiche d'amendement n°2 du programme de base de maintenance préventive sur les groupes électrogènes est à l'état « soldé »
depuis plusieurs mois. Cet état indique que l'intégration de ce nouveau prescriptif a été effectuée.

Cependant, la fiche de suivi d'action doit ensuite être close pour finaliser son traitement.

Le service sûreté qualité est chargé d'effectuer les clôtures des fiches de suivi d'action après avoir vérifié la bonne exécution de l'action. Les clôtures sont validées au cours d'une commission ad hoc se réunissant tous les mois.

Demande A8 : Je vous demande de veiller à la clôture régulière des fiches de suivi d'action et de résorber le retard de traitement actuel.

## Refroidissement - Source Froide :

A la suite de l'inspection des 3, 4 et 5 octobre 2011 relative au premier retour d'expérience de l'accident nucléaire de Fukushima Daiichi, l'ASN vous a demandé de veiller à ce que les écarts matériels relatifs à la station de pompage et signalés au travers des demandes d'intervention soient corrigés dans les délais définis par votre organisation.

Le 19 avril 2012, les inspecteurs ont consulté la liste des demandes d'intervention concernant la station de pompage. Une centaine de demandes d'intervention étaient en attente de réalisation, dont une part notable présentait un retard significatif de traitement.

Une demande d'intervention classée en priorité 1 (priorité correspondant à un délai de traitement immédiat) et émise le 30 mai 2009 apparaissait dans le tableau comme encore en cours de traitement.

Après vérification, il s'est avéré que l'intervention avait été réalisée mais que la demande d'intervention n'avait pas été soldée sur le logiciel informatique servant au suivi des demandes d'intervention.

Demande A9 : Je vous demande à nouveau de veiller impérativement à corriger les écarts matériels de la station de pompage signalés au travers des demandes d'intervention dans les dlais impartis par votre organisation et à en assurer la traçabilité dans les délais définis par votre organisation.

A la suite de l'inspection des 3, 4 et 5 octobre 2011 relative au premier retour d'expérience de l'accident nucléaire de Fukushima Daiichi, l'ASN vous a demandé de mettre en place une organisation visant à assurer quotidiennement une surveillance de l'état de surface du canal d'alimentation de la prise d'eau. Le 19 avril 2012, vous avez indiqué qu'un processus de surveillance a été mis en place lors des rondes quotidiennes assurées par le service conduite sur les réacteurs n°1 et 2, réacteurs situés les plus en amont du canal. Cette surveillance consiste à saisir de manière informatique un chiffre entre 1 et 3 une fois par jour, le chiffre 1 correspondant à un canal non encombré et le chiffre 3 correspondant à un canal encombré. La consultation des derniers relevés montraient des alternances de chiffres, avec notamment des chiffres 3 saisis, parfois plusieurs jours de suite, sans qu'aucune action n'ait été diligentée.

Dans l'état actuel de fonctionnement, ce dispositif de surveillance semble manquer de pertinence en raison notamment de la subjectivité des critères.

Demande A10 : Je vous demande de mettre en place un système de surveillance rigoureux qui permette de signaler les anomalies notables liées à l'état de surface du canal et de mettre en œuvre des actions correctives adaptées à la suite de leur signalement.

## Gestion Opérationnelle Des Situations Accidentelles :

A la suite de l'inspection des 3, 4 et 5 octobre 2011 relative au premier retour d'expérience de l'accident nucléaire de Fukushima Daiichi, l'ASN vous a demandé de veiller au respect des dispositions du plan de contrôle interne du service sûreté qualité et de faire procéder aux deux contrôles hiérarchiques prévus en 2011 sur l'activité de rédaction des procédures de conduite issues du chapitre VI des règles générales d'exploitation.

En réponse à cette demande, vous avez indiqué par courrier référencé D5120SSQ1100927 du 16 décembre 2011 que ces deux contrôles seraient effectués d'ici la fin de l'année 2011.

Le 19 avril 2012, il a été établi qu'in fine une seule action de contrôle hiérarchique avait pu être menée, au titre de l'année 2011, le 18 janvier 2012. De manière plus générale, les inspecteurs ont relevé qu'une seule autre action de contrôle interne a pour le moment été réalisée en 2012 sur les 17 prévues dans le contrat de gestion sûreté qualité. Ces difficultés récurrentes du service sûreté qualité à tenir le planning des actions de contrôle interne programmées semble résider dans le fait qu'elles ne sont réalisées que par le seul chef de service.

Demande A11 : Je vous demande de mettre en œuvre une organisation au sein du service sûreté qualité qui permette de respecter les objectifs des actions de contrôle interne fixés en début de chaque année sur la base d'une analyse de risques. Demande A12 : Je vous demande de me faire part de l'avancement au 30 juin 2012 de la réalisation de ce programme de contrôle interne au titre de l'année en cours. Vous me ferez également parvenir un bilan de cette réalisation à la fin de l'année 2012.

Le 3 octobre 2011, dans le cadre de l'inspection relative au premier retour d'expérience de l'accident nucléaire de Fukushima Daiichi, l'ASN a fait procéder à un exercice de déploiement de la pompe mobile repérée 0 EAS 004 PO qui a mis en relief l'incapacité de l'ascenseur à réceptionner cette pompe. L'ASN vous a par conséquent demandé dans la lettre de suite de cette inspection de tirer les enseignements de cet exercice.

En réponse à cette demande, vous avez indiqué par courrier référencé D5120SSQ1100927 du 16 décembre 2011 que vous disposiez désormais des compétences pour modifier le contrôle commande de l'ascenseur susmentionné pour lui permettre de manutentionner la pompe repérée 0 EAS 004 PO.

Or, le 19 avril 2012, il a été établi que si l'ascenseur susmentionné n'avait pas immédiatement permis la manipulation de la pompe repérée 0 EAS 004 PO, ce n'est pas en raison du dépassement de la capacité de charge de l'appareil mais en raison d'une dérive de la balance de l'appareil qui surestimait le poids réel des charges. Vos équipes ont donc procédé à un nouveau réglage de la balance de l'appareil qui autorise désormais la manipulation de la pompe repérée 0 EAS 004 PO sans modification temporaire de son contrôle commande. Le réglage de la balance a été réalisé sur l'un des deux appareils du site et est programmé sur l'appareil résiduel. Demande A13 : Je vous demande de m'indiquer comment vous vous assurerez dans le temps de l'absence de nouvelle dérive de la balance de ces deux ascenseurs.

## Plan D'Urgence Interne :

A la suite de l'inspection des 3, 4 et 5 octobre 2011 relative au premier retour d'expérience de l'accident nucléaire de Fukushima Daiichi, l'ASN vous a demandé d'engager un travail de révision des conventions vous liant avec les hôpitaux les plus proches de votre établissement.

En réponse à cette demande, vous avez indiqué par courrier référencé D5120SSQ1100927 du 16 décembre 2011 que la convention concernant l'aide médicale d'urgence en cas d'accident conventionnel et radiologique était en cours de validation. Votre réponse n'était cependant assortie d'aucun délai.

Le 19 avril 2012, il a été établi que ce travail était finalisé et qu'il ne restait plus qu'à obtenir la signature des directeurs des trois parties concernées (SAMU 26, centre hospitalier de Montélimar et CNPE du Tricastin).

Demande A14 : Je vous demande de finaliser cette convention dans les meilleurs délais.

A la suite de l'inspection des 3, 4 et 5 octobre 2011 relative au premier retour d'expérience de l'accident nucléaire de Fukushima Daiichi, l'ASN vous a indiqué qu'elle considérait que la mutualisation du local de repli situé sur la commune de Cruas entre les CNPE de Cruas-Meysse et du Tricastin constituait une modification non notable de votre établissement et l'ASN vous demandait de procéder à sa déclaration au titre de l'article 26 du décret du 2 novembre 2007.

En réponse à cette demande, vous avez indiqué par courrier référencé D5120SSQ1100927 du 16 décembre 2011 que cette mutualisation ne contrevenait pas à la prescription n°83-5 du référentiel 2002 d'EDF en matière de plan d'urgence interne. Vous avez indiqué qu'à ce titre vous considériez ne pas avoir à déclarer de modification à l'ASN. Après vérification auprès de la Direction de l'environnement et des situations d'urgence de l'ASN, je vous confirme que cette mutualisation constitue bien une modification non notable du plan d'urgence interne de votre établissement.

Demande A15 : Je vous renouvelle ma demande de procéder impérativement à la déclaration de cette modification du plan d'urgence interne à l'ASN au titre de l'article 26 du décret du 2 novembre 2007.

A l'occasion de l'inspection des 3, 4 et 5 octobre 2011 relative au premier retour d'expérience de l'accident nucléaire de Fukushima Daiichi, l'ASN a fait procéder à un exercice de mise en situation fondé sur un accident de rupture de tubes de générateur de vapeur d'un réacteur de l'installation. A l'occasion de cet exercice, l'agent exerçant le poste d'astreinte « PCC2 » du plan d'urgence interne a cru que les indications d'orientation du vent fournies par la baie météorologique repérée 0 KRS 009 EN
présente dans le bloc de sécurité étaient erronées.

A la suite de cette inspection, l'ASN vous a demandé de faire procéder à la réparation de cette baie.

En réponse à cette demande, vous avez indiqué par courrier référencé D5120SSQ1100927 du 16 décembre 2011 que la plage du capteur indiquant le sens du vent s'étendait de 280° à 120° avec deux passages à zéro et non de 0° à 360°. Il s'avère donc que la baie météorologique repérée 0 KRS 009 EN
n'était pas indisponible le 5 octobre 2011 mais que l'agent exerçant le poste d'astreinte « PCC2 » du plan d'urgence interne n'était pas suffisamment formé à son utilisation.

Il a également été établi au cours de l'inspection du 19 avril 2012 que le signal délivré par cette même chaîne de mesure avait pu être affiché de manière plus simple et plus directe dans le local de l'équipe technique de crise.

Demande A16 : Je vous demande de mettre en place une lecture simple et directe du signal délivré par la chaîne de mesure d'orientation du vent dans le bloc de sécurité.

  
B. Demande d'informations complémentaires Risque de séisme :
Sans objet.

Risque d'inondation :
Sans objet.

Alimentations électriques :
Sans objet.

Refroidissement - Source froide :
Par courrier référencé D4550.15.10/0614 du 8 février 2010, la division production nucléaire d'EDF vous a demandé de mener une vérification de la source froide du site à la suite des évènements d'obturation des sources froides des réacteurs n°4 du CNPE de Cruas-Meysse et n°2 du CNPE de Fessenheim au mois de décembre 2009.

Le 19 avril 2012, les inspecteurs ont examiné les éléments transmis à ce titre par le CNPE du Tricastin et qui portent sur une analyse formalisée de la disponibilité des matériels de la source froide.

L'examen de ce document met en évidence que les éléments que vous avez transmis aux services centraux d'EDF semblent peu exploitables. Vos représentants ont indiqué au cours de l'inspection que cette transmission aurait néanmoins fait l'objet de suites de la part des services centraux mais vos représentants n'ont pas été en capacité d'expliciter ce point.

Demande B1 : Je vous demande de m'indiquer quelles suites ont été données par la division production nucléaire d'EDF à votre analyse concernant la disponibilité des matériels de la source froide.

Gestion opérationnelle des situations accidentelles :
Sans objet.

Plan d'urgence interne :
Sans objet.

  
Néant.

## Risque D'Inondation :

C1 : A la suite de l'inspection des 3, 4 et 5 octobre 2011 relative au premier retour d'expérience de l'accident nucléaire de Fukushima Daiichi, l'ASN vous a demandé de mettre à jour la convention vous liant aux préfectures des départements limitrophes de votre établissement pour y introduire une clause spécifique concernant l'alerte du CNPE du Tricastin par la préfecture de la Drôme en cas d'atteinte du seuil de péril imminent du plan particulier d'intervention du barrage de Vouglans. En réponse à cette demande, vous avez indiqué par courrier D5120SSQ1100927 du 16 décembre 2011 que cette convention avait été revue récemment (le 14 avril 2011) et qu'une clause spécifique concernant l'alerte du CNPE du Tricastin par la Préfecture de la Drôme en cas d'atteinte du seuil de péril imminent du plan particulier d'intervention du barrage de Vouglans serait introduite lors de la prochaine révision de cette convention.

Selon toute probabilité, cette révision n'interviendra qu'à moyen terme, à l'horizon de quelques années.

Il convient par conséquent de vous assurer que la position que vous avez communiquée à l'ASN sera effectivement mise en œuvre le moment venu.

## Alimentations Électriques :

C2 : A la suite de l'inspection des 3, 4 et 5 octobre 2011 relative au premier retour d'expérience de l'accident nucléaire de Fukushima Daiichi, l'ASN vous a demandé de préciser les mesures que vous mettez en œuvre pour prévenir toute défaillance de mode commun en cas de non-conformité de carburant livré sur la bâche du groupe électrogène d'ultime secours. En effet, cette bâche alimente ensuite les bâches de tous les autres groupes électrogènes du site. En réponse à cette demande, vous avez indiqué effectuer régulièrement 5 contrôles différents sur le fioul pour vous prémunir de ce risque.

Ces contrôles permettent de détecter les non-conformités éventuelles du fioul mais ne permettent cependant pas de vous prémunir du risque de mode commun. Une non-conformité détectée après analyse affecterait tous les groupes électrogènes du site, ces derniers disposant tous du même carburant.

## Refroidissement - Source Froide :

Néant.

Gestion opérationnelle des situations accidentelles :
Néant.

Plan d'urgence interne :
Néant.

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Vous voudrez bien me faire part de vos observations et réponses concernant ces points dans un délai de deux mois, sauf mention particulière. Pour les engagements que vous seriez amené à prendre, je vous demande de bien vouloir les identifier clairement et d'en préciser, pour chacun, l'échéance de réalisation. Dans le cas où vous seriez contraint par la suite de modifier l'une de ces échéances, je vous demande également de m'en informer.

Je vous prie d'agréer, Monsieur le Directeur, l'assurance de ma considération distinguée.

Pour le Président de l'Autorité de sûreté nucléaire et par délégation, Le chef de la division de Lyon signé Grégoire DEYIRMENDJIAN
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